CC BY
84УДК 693.5:621.039.538
Д.Н. КОРОТКИХ1, д-р техн. наук (korotkih.dmitry@gmail.com); А.Э. КОКОСАДЗЕ2, зам. генерального директора, Ю.И. КУЛИНИЧ2, технический директор представительства, Д.А. ПАНИКИН2, ведущий инженер
1 Воронежский государственный архитектурно-строительный университет (394006, г. Воронеж, ул. 20-летия Октября, 84)
2 АО «Институт «Оргэнергострой» (115114, г. Москва, Дербеневская наб., 7, стр.10)
Технология бетонирования внутренней защитной оболочки реакторного здания Белорусской АЭС
Представлена новая технология бетонирования внутренней защитной оболочки (ВЗО) и наружной защитной оболочки (НЗО) реакторного здания АЭС, разработанная АО «Институт «Оргэнергострой» по заданию генерального подрядчика объединенной компании АО «НИАЭП» -АО «Атомстройэкспорт» (АО АСЭ). Показано, что применение технологии значительно сокращает время возведения основных строительных конструкций защитных оболочек, при этом существенно улучшает качество железобетонных конструкций ВЗО и НЗО. Приводятся сведения о конструктиве реакторного здания, требования к бетону, разработанные составы самоуплотняющихся бетонных смесей, технологические решения бетонирования ВЗО реакторного здания Белорусской АЭС.
Ключевые слова: атомная энергетика, безопасность атомных станций, внутренняя защитная оболочка, гидростатическое давление бетонной смеси, самоуплотняющийся бетон.
D.N. KOROTKIKh1, Doctor of Sciences (Engineering) (korotkih.dmitry@gmail.com); A.E. KOKOSADZE2, Engineer, Yu.I. KULINICh2, Engineer, D.A. PANIKIN2, Engineer
1 Voronezh State University of Architecture and civil Engineering (84, 20-letija Oktjabrja Street, 394006, Voronezh, Russian Federation)
2 AO «Institut «Orgenergostroi» (7, str. 10, Derbenevskaya Embankment, 115114, Moscow, Russian Federation)
Technology of Concreting of Internal Containment Shell of the Reactor Building of the Belarusian Nuclear Power Plant
A new technology of concreting of the internal containment shell (ICS) and external containment shell (ECS) of the reactor building of NPP developed by the "Orgenergostroy" Institute under the task of the General Contractor, NIAEP - ASE United Company, is presented. It is shown that the use of this technology significantly reduces the construction time of main building structures of containment shells and also considerably improves the quality of reinforced concrete structures of ICS and ECS. Data on the form-factor of the reactor building, requirements for concrete, developed compositions of self-compacting concrete mixes, technological solutions of concreting of ICS of the reactor building of the Belorussian Nuclear Power Plant are presented.
Keywords: atomic power, safety of nuclear power stations, internal containment shell, hydrostatic pressure of concrete mix, self-compacting concrete
Мировые ядерные энергетические ресурсы по своему потенциалу многократно превышают энергоресурсы природных запасов органического топлива (нефть, уголь, природный газ), что открывает широкие перспективы для строительства атомных электростанций (АЭС). Огромным преимуществом АЭС является их относительная экологическая чистота в отличие от ТЭС, на которых суммарные годовые выбросы вредных веществ (сернистый газ, оксиды азота, оксиды углерода, углеводороды, альдегиды и др.) могут составлять сотни тысяч тонн на 1000 МВт установленной мощности. ТЭС и ТЭЦ являют-
Рис. 1. Общий разрез здания реактора проекта АЭС 2006
ся самым мощным источником поступления радионуклидов (РН), и в частности радона, в атмосферу [1].
Однако аварии на АЭС могут приводить к тяжелейшим глобальным экологическим и экономическим последствиям. У всех на памяти события 30-летней давности. 26 апреля 1986 г. случилась крупнейшая в истории человечества радиационная авария на Чернобыльской АЭС (Украина), последствия которой ощущаются до настоящего времени. Из сельскохозяйственного оборота было выведено около 5 млн га земель, вокруг АЭС создана 30-километровая зона отчуж-
Рис. 2. Общая схема яруса укрупненных монтажных блоков
Рис. 3. Укрупненный армоблок перед монтажом
дения, уничтожены сотни мелких населенных пунктов. В СССР было законсервировано или прекращено строительство и проектирование 10 новых АЭС. В Европе и США с 1986 по 2002 г. не было построено ни одной новой АЭС [2].
После Чернобыльской катастрофы были существенно изменены «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» (ОПБ—88/97). А новые строящиеся АЭС относятся к так называемому поколению 3+ (проект АЭС-2006) с реакторами типа ВВЭР [3—6], в их числе и Белорусская АЭС [7].
2 ноября 2013 г. Президент Республики Беларусь А.Г. Лукашенко подписал указ № 499 «О сооружении Белорусской атомной электростанции». Это знаковое решение для первой в стране АЭС продиктовано новыми возможностями для энергетического рынка Республики Беларусь. В их числе: сокращение закупок импортного природного газа; снижение выбросов парниковых газов в атмосферу на 7—10 млн т в год; развитие в стране современных наукоемких ядерных и сопутствующих неядерных технологий; экономическое и социальное развитие региона.
Для современных АЭС и в проекте Белорусской АЭС наиболее сложным и ответственным с точки зрения обеспечения ядерной безопасности является здание реактора (по международной классификации ККБ — здание ША). Здание реактора в соответствии с «Нормами строительного проектирования АС с реакторами различного типа» (ПиН АЭ-5.6) относится к конструкциям зданий и сооружений I категории, которые проектируются с учетом следующих особых воздействий техногенного и природного характера:
— ветровых, снеговых нагрузок и смерчей повторяемостью один раз в 10 тыс. лет;
— экстремальной температуры наружного воздуха;
— воздушной ударной волны с давлением во фронте 30 кПа и продолжительностью фазы сжатия до 1 с;
— максимального расчетного землетрясения (МРЗ) интенсивностью 7 баллов;
— удара самолета весом 5,7 т со скоростью падения 100 м/с;
— для конструкций контайнмента учитывается максимальная проектная авария внутри герметичного объема здания реактора, характеризуемая повышением избыточного давления до 0,4 МПа и температуры внутри герметичного объема до 150оС.
Здание реактора проекта АЭС-2006 выполнено в виде двойной оболочки. Наружная защитная оболочка (НЗО) проектируется из обычного железобетона и рассчитана на восприятие экстремальных внешних воздействий. Внутренняя оболочка (ВЗО) выполнена из предварительно напряженного бетона со стальной облицовкой внутренней поверхности для гарантии герметичности. Конструкции ВЗО являются опорой полярного крана
Рис. 4. Монтаж укрупненного монтажного блока ВЗО
грузоподъемностью 400 т, обеспечивают функцию биологической защиты, являются надежной опорой герметичных проходок трубопроводов, обеспечивают требуемую огнестойкость герметичного объема.
Основные геометрические размеры ВЗО обусловлены компоновкой оборудования внутри герметичного объема и составляют (рис. 1):
— внутренний диаметр цилиндра и купола — 44 м;
— высота цилиндрической части — 45,85 м;
— общая высота оболочки — 67,7 м;
—толщина стен (с учетом требований по биозащите) — 1,2 м;
— толщина купола (с учетом требований по биозащите) — 1,1 м.
Нижняя часть ВЗО усилена вутом высотой 3 м с максимальной толщиной в основании 1,6 м.
Система предварительного напряжения (СПЗО) предназначена для обжатия внутренней оболочки здания реактора с целью компенсации растягивающих усилий, возникающих при действии внутреннего избыточного давления в случае аварии. Так обеспечивается прочность и трещиностойкость железобетонных сечений оболочки.
Сокращение сроков сооружения блоков АЭС является важнейшей задачей атомной отрасли РФ. Возведение здания реактора при строительстве АЭС определяет общий график строительства, т. е. возведение здания реактора является лимитирующей стадией строительства. Именно поэтому для возведения реакторного здания, в том числе и ВЗО, требуются самые эффективные технологии строительства [8].
Возведение ВЗО и НЗО современных АЭС выполняется методом укрупнительной сборки (лидером по производству и монтажу укрупненных монтажных блоков ВЗО и НЗО зданий реактора современных АЭС является
Рис. 5. Смонтированный ярус УБМ
Рис. 6. Моделирование части стены ВЗО
Рис. 7. Бетонолитная труба
ООО «Трест РОССЭМ»). В корпусе специальных металлических конструкций изготавливаются укрупненные монтажные блоки (УБМ) массой до 250 т, из которых возводят каркас здания реактора. Один ярус — это 12 блоков-лепестков высотой около 12 м. Всего в конструкции ВЗО четыре яруса и купол (рис. 2—4).
Несъемной опалубкой с внутренней стороны герметичной зоны является металлическая облицовка, к которой генпроектировщик предъявляет особые требования, ограничивающие максимальную горизонтальную нагрузку от свежеуложенного бетона на элементы облицовки — не более 31 кН/м, что соответствует высоте яруса свежеуложенного бетона не более 1 м. С учетом возможного усиления УБМ дополнительными монтажными элементами — не более 1,5—2 м.
Кроме требований к герметичной облицовке ВЗО, ограничивающей максимальную горизонтальную нагрузку от свежеуложенного бетона на элементы облицовки, существуют требования проектировщика системы предварительного напряжения ВЗО, ограничивающей максимальную нагрузку от свежеуложенного бетона на элементы каналообразователей, также соответствующей не более 1,5 м высоты свежеуложенной бетонной смеси.
Технология бетонирования с высотой яруса не более 1,5 м имеет существенные недостатки:
— большое количество горизонтальных рабочих швов (по количеству перестановок опалубки), соответственно большие трудозатраты по подготовке этих швов перед последующим бетонированием (очистка от цементной пленки и продувка сжатым воздухом либо очистка промышленным пылесосом);
— значительное количество операций по монтажу и демонтажу карт (щитов) опалубки, соответственно увеличение общего времени возведения ВЗО с учетом длительности набора прочности каждого бетонируемого яруса;
— вероятность образования в бетоне ВЗО во время бетонирования каверн, раковин, пустот при недостаточном вибрировании или расслоении бетонной смеси; как следствие, ухудшение характеристик бетона по прочности, необходимость ремонтно-восстановительных работ.
Рис. 8. Датчик давления в опалубке
Поскольку высота яруса УБМ 12 м (рис. 5), то действительно существует проблема качественного виброуплотнения бетонной смеси, без нарушения установленных элементов СПЗО (датчиков, каналообразователей), а также проблема расслаивания бетонной смеси, поскольку вариант подачи смеси в окна в опалубке не гарантирует качественного бетонирования при толщине стены ВЗО 1200 мм. Далее представлена новая технология бетонирования внутренней защитной оболочки (ВЗО) и наружной защитной оболочки (НЗО) реакторного здания АЭС, разработанная АО «Институт «Оргэнергострой» по заданию генерального подрядчика объединенной компании АО «НИАЭП» — АО «Атомстройэкспорт» (АО АСЭ), которая значительно сокращает время возведения основных строительных конструкций защитных оболочек, при этом существенно улучшается качество железобетонных конструкций ВЗО и НЗО.
Разработанная технология основана на двух принципиальных подходах: переходе на самоуплотняющиеся бетонные смеси [9—11] и обеспечении высоты бетонирования яруса не 1,5, а 4 м.
Высота яруса 4 м была выбрана из соображений удобства монтажа-демонтажа опалубочных щитов, высота армопояса 12 м соответствует трем переустановкам опалубочной системы.
Самоуплотняющаяся бетонная смесь (СУБ) способна растекаться под действием силы тяжести, полностью заполняя форму и достигая полного уплотнения даже в густоармированных конструкциях. СУБ обеспечивает быструю укладку, ускоряет время строительства и равномерно распределяется в железобетонной конструкции. Текучесть и устойчивость смеси СУБ к расслаиванию обеспечивают высокую степень однородности, минимальное образование пустот, а также возможность
№ слоя бетонирования Отметка верха слоя бетонирования Толщина слоя бетонирования Объем слоя бетонирования, м3 Время слоя бетонирования, ч
4 +38,100 1,05 178,5 3,58
Технологический перерыв в бетонировании на промывку бетоноводов 2
3 +37, 050 1,1 187 3,75
Технологический перерыв в бетонировании на промывку бетоноводов 2
2 +35, 950 1,1 187 3,75
Технологический перерыв в бетонировании на промывку бетоноводов 2
1 +34, 850 1,1 187 3,75
Итого 4,35 739,5 20,83
Рис. 9. Схема укладки бетона в 1-й ярус ВЗО высотой 4,35 м при темпе укладки 50 м3/ч
Рис. 10. Изменение величины гидростатического давления бетонной смеси во времени бетонирования, кг/м2, по данным Института БЕЛНИИС
получения высококачественных поверхностей и долговечности конструкции. СУБ, как правило, имеет низкое водоцементное отношение, что способствует ускорению набора прочности, распалубке в ранние сроки.
К бетонной смеси, используемой для производства железобетонных конструкций ВЗО Белорусской АЭС, предъявляются следующие требования:
— расплыв конуса (растекаемость) — более 550 мм;
— время достижения диаметра расплыва 500 мм не более 20 с;
— расслоение не более 20%;
— бетонные смеси должны обладать устойчивостью к водоотделению.
В результате анализа основных характеристик и результатов испытаний цементов, выпускаемых предприятиями Республики Беларусь, для состава СУБ, выбран цемент ПЦ500Д0, выпускаемый ОАО «Красно-сельскстройматериалы» (Гродненская обл.). В качестве мелкого заполнителя использовался кварцевый песок I класса карьера «Запольское». В качестве крупного заполнителя использовался гранитный щебень фракции 5—10 мм производства РУП «Гранит» (г. Микашевичи). В качестве водоредуцирующей применялась химическая добавка в бетон «Реламикс ПК» производства СООО «ПолипластХИМ» (Минск). Добавка изготовляется в соответствии с ТУ BY 190679156.002—2013 «Добавка для бетонов и растворов «Полипласт». Технические условия». В качестве уплотняющей добавки, снижающей образование усадочных трещин, увеличивающих однородность бетона, применялась расширяющая сульфоалюминатная добавка (РСАМ) по СТБ 2092-2010. Добавка РСАМ также способствует связыванию воды в цементном камне и
повышению термостойкости бетона. В качестве тонкодисперсной активной минеральной добавки при изготовлении СУБС использовался микрокремнезем конденсированный МКУ-85.
Во время подбора бетонных смесей были проведены все необходимые испытания, в том числе и долговременные, на усадку и ползучесть.
Бетонная смесь, поступающая на строительную площадку для укладки в конструкции, обладала следующими характеристиками:
— растекаемость по расплыву конуса SF2 — не более 650 мм;
— вязкость VC1/VF1 — менее 8 с (СТО 1.1.1.03.003.0911-2012 «Бетоны для строительных конструкций и радиационной защиты атомных электростанций»);
— проходимость PA1 (СТО 1.1.1.03.003.0911-2012);
— расслаиваемость SR1 — не более 20% (СТО 1.1.1.03.003.0911—2012);
— расслаиваемость (водоотделение по ГОСТ 7473—2010) — не более 0,8%;
— сохраняемость — не менее 1,5 ч (ГОСТ 7473—2010);
— удобоукладываемость по ГОСТ 7473—2010 Р6 (РК=66—75 см);
— температура бетонной смеси — не ниже +5оС и не выше +35оС;
— плотность — не менее 2350 кг/м3 для БСТ В60 Р6 W6 F1100 по ГОСТ 7473—2010, ГОСТ 26633—2012.
В таблице представлен номинальный состав бетона В60 W6 F100 Р6.
Бетонированию ВЗО предшествовал специальный эксперимент, основной целью которого было определение фактического гидростатического давления бетонной смеси на опалубку при заданном темпе бетонирования.
С целью выполнения требований проектировщиков, ограничивающих максимальную горизонтальную нагрузку от свежеуложенного бетона на элементы облицовки и элементы каналообразователей не более 1,5 м свеже-уложенной бетонной смеси при бетонировании яруса высотой 4 м, была разработана технология, ограничивающая темп подачи бетонной смеси в каждом слое.
Экспериментальным путем было определено время схватывания бетонной смеси в первых уложенных слоях, которое составило приблизительно 5—8 ч в зависимости от условий твердения. После 5—8 ч эти слои можно исключить из расчета гидростатического давления на элементы облицовки.
Эксперимент моделировал участок конструкции ВЗО (рис. 6), были установлены элементы горизонтальных и вертикальных каналообразователей, бетонная смесь подавалась по бетонолитным трубам (рис. 7), для определения гидростатического давления в опалубке были выполнены отверстия с шагом 250 мм для прямого определения гидростатического давления с помощью датчика давления (рис. 8).
Номинальный состав бетона В60 W6 F100 Р6
Расход материалов, кг/м3
Цемент ПЦ500Д0 Расширяющая добавка РСАМ Микрокремнезем конденсированный МКУ-85 Щебень гранитный, фр. 5-10 мм Песок Мк 2,25 Химическая добавка «Реламикс ПК» Вода
485 40 45 825 800 10,8 1,9% от массы (цемент+РСАМ+ МКУ-85) 180
Эксперимент показал, что при темпе укладки бетонной самоуплотняющейся смеси 50 м3/ч с помощью бе-тонолитной трубы нижние слои бетона можно исключать из гидростатического расчета через 5—6 ч, согласно показаниям датчиков давления.
Контроль качества бетона на экспериментальном участке показал обеспечение проектных значений прочности, а также проектную геометрию установленных каналообразователей. Поэтому было принято решение применить технологию АО «Институт «Оргэнергострой» при бетонировании конструкций ВЗО.
Во время бетонирования конструкции ВЗО осуществлялся постоянный контроль состояния бетона через устраиваемые контрольные окошки в опалубке (шаг 500 мм). Если во время бетонирования бетонная смесь нижних слоев будет подвижной, необходимо уменьшить темп бетонирования до 25 м3/ч.
На рис. 9 представлена технологическая последовательность укладки бетонной смеси в ярус ВЗО. Бетонную смесь укладывали в опалубку горизонтальными слоями без технологических разрывов с направлением укладки в одну сторону во всех слоях. Укладка бетонной смеси в конструкции ВЗО выполнялась с помощью 2—3 бетоно-распределительных стрел и бетононасосов.
Контроль гидростатического давления бетонной смеси при бетонировании ВЗО осуществлялся Институтом БЕЛНИИС. Для проведения измерения использовалась экспериментальная установка для контроля давления бетона (ИУТБ), состоящая из блока сбора информации, датчиков давления, соединительных проводов, зарядного устройства, флэш-памяти.
На первом этапе измерения давления бетонной смеси датчики были установлены на высоте: 150 мм (Датчик 1), 420 мм (Датчик 2), 680 мм (Датчик 3) и 950 мм (Датчик 4) от основания (отм. -1.250). Толщина защитной оболочки 1900 мм.
На втором этапе измерения давления бетонной смеси датчики были установлены на высоте: 2600 мм (Датчик 1), 2950 мм (Датчик 2), 3300 мм (Датчик 3) и 3650 мм (Датчик 4) от основания (отм. -1.250). Толщина защитной оболочки 1200 мм. В процессе работы данные (давление и температура) с заданным интервалом (30 с) регистрировались и записывались на флэш-память. Результаты измерений представлены на рис. 10.
Таким образом, разработанная технология бетонирования ВЗО с успехом применена при возведении конструкций реакторного здания № 1 и № 2 Белорусской АЭС. Аналогично выполняется бетонирование наружной защитной оболочки (НЗО) блока № 1 и № 2, в данном случае нагрузка от свежеуложенного бетона ограничивается только несущей способностью двухсторонней опалубки.
Представленная технология обеспечивает:
— минимальное количество горизонтальных рабочих швов — по количеству перестановок опалубки (4 яруса по 3 перестановки, т. е. всего на цилиндрическую часть ВЗО 12 перестановок опалубки в отличие от традиционного метода, в котором на ярус применяется до 10 перестановок опалубочной системы, соответственно на ци-
Рис. 11. Забетонированные конструкции ВЗО
линдрическую часть ВЗО до 40 перестановок), что соответствует уменьшению трудозатрат на монтаж-демонтаж опалубочной системы более чем в 3 раза и сокращению трудозатрат по подготовке горизонтальных рабочих швов перед последующим бетонированием также в 3 раза;
— исключение трудозатрат на вибрирование бетонной смеси;
— сведение к минимуму образования в бетоне ВЗО во время бетонирования каверн, раковин, пустот при недостаточном вибрировании или расслоении бетонной смеси; как следствие, сведение к минимуму возможности ухудшения характеристик бетона по прочности и необходимости ремонтно-восстановительных работ.
Выполненные по данной технологии конструкции ВЗО и НЗО подтвердили все проектные требования. Кроме того, необходимо отметить высокое качество поверхностей полученных железобетонных конструкций (рис. 11), что в дальнейшем позволит значительно сократить время на отделочные работы.
Список литературы
References
Gordienko V.A., Brykin S.N., Kuzin R.E., Starkov M.V., Serebryakov I.S., Tairov T.N. Nuclear power pros and cons: A comparative analysis of radioactive emissions from nuclear power plants and thermal power plants // Moscow University Physics Bulletin. 2012. Т. 67. № 1. С. 120-127.
Тихонов М.Н., Цыган В.Н. Катастрофические последствия Чернобыльской аварии // Экологическая экспертиза. 2011. № 5. С. 22-32.
Gordienko V.A., Brykin S.N., Kuzin R.E., Starkov M.V., Serebryakov I.S., Tairov T.N. Nuclear power pros and cons: A comparative analysis of radioactive emissions from nuclear power plants and thermal power plants. Moscow University Physics Bulletin. 2012. Vol. 67. No. 1, pp. 120-127.
Tikhonov M.N., Tsygan V.N. The catastrophic consequences of the Chernobyl accident. Ekologicheskaya ekspertiza. 2011. No. 5, pp. 22-32. (In Russian).
1.
3. Teraganov N. Russian-Iranian nuclear cooperation: 1992-2006 // Central Asia and the Caucasus. 2008. № 2 (50). С. 72-84.
4. Онуфриенко С.В., Безлепкин В.В., Молчанов А.В., Светлов С.В., Солодовников А.С., Семашко С.Е. Особенности концепции безопасности проекта АЭС-2006 на площадке ЛАЭС-2 // Тяжелое машиностроение. 2008. № 2. С. 6-10.
5. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б., Токмачев Г.В., Байкова Е.В., Чулухадзе В.Р., Федулов М.В. Использование вероятностного анализа при обосновании безопасности АЭС-2006, проектируемой для площадки Нововоронежской АЭС // Атомная энергия. 2009. Т. 106. № 3. С. 123-129.
6. Schneider M., Froggatt А. The World Nuclear Industry Status Report 2015. Paris, London: MSC. 2015. 201 p.
7. Зацепин Е.Н., Дробот С.В. Основные принципы обеспечения безопасности Белорусской АЭС // Весц Нацыянальнай акадэмИ навук Беларуа. Серыя фЬзжа-тэхшчных навук. 2015. № 1. С. 118-122.
8. Баженов Ю.М., Чернышов Е.М., Коротких Д.Н. Конструирование структур современных бетонов: определяющие принципы и технологические платформы // Строительные материалы. 2014. № 3. С. 6-14.
9. Кардумян Г.С., Несветаев Г.В. О проектировании состава высокопрочного самоуплотняющегося бетона // Бетон и железобетон. 2012. № 6. С. 8-11.
10. Каприелов С.С., Шейнфельд А.В., Кардумян Г.С. Уникальные бетоны и опыт их реализации в современном строительстве// Промышленное и гражданское строительство. 2013. № 1. С. 42-44.
11. Калашников В.И. Терминология науки о бетоне нового поколения // Строительные материалы. 2011. № 3. С. 103-106.
3. Teroganov N. Russian-Iranian nuclear cooperation: 1992-2006. Central Asia and the Caucasus. 2008. No. 2 (50), pp. 72-84.
4. Onufrienko S.V., Bezlepkin V.V., Molchanov A.V., Svetlov S.V., Solodovnikov A.S., Semashko S.E. Features of the concept of security of AES-2006 at the site of Leningrad NPP-2. Tyazheloe mashinostroenie. 2008. No. 2, pp. 6-10. (In Russian).
5. Shvyryaev Yu.V., Morozov V.B., Tokmachev G.V., Baikova E.V., Chulukhadze V.R., Fedulov M.V. Using probabilistic analysis in justifying security AES-2006, designed for the site of Novovoronezh NPP. Atomnaya ener-giya. 2009. Vol. 106. No. 3, pp. 123-129. (In Russian).
6. Schneider M., Froggatt A. The World Nuclear Industry Status Report 2015. Paris, London: MSC. 2015. 201 p.
7. Zatsepin E.N., Drobot S.V. Basic principles of the Belarusian nuclear power plant safety. Vestsi Natsyyanal'nai akademii navuk Belarusi. Seryya fizika-tekhnichnykh na-vuk. 2015. No. 1, pp. 118-122. (In Russian).
8. Bazhenov Yu.M., Chernyshov E.M., Korotkikh D.N. Design of modern concrete structures: defining principles and technology platforms. Stroitel'nye Materialy [Construction Materials]. 2014. No. 3, pp. 6-14. (In Russian).
9. Kardumyan G.S., Nesvetaev G.V. About designing the composition of high-strength self-compacting concrete. Beton IZhelezobeton. 2012. No. 6, pp. 8-11. (In Russian).
10. Kaprielov S.S., Sheinfel'd A.V., Kardumyan G.S. Unique concretes and experience in their implementation in modern construction. Promyshlennoe i grazhdanskoe stroitel'stvo. 2013. No. 1, pp. 42-44. (In Russian).
11. Kalashnikov V.I. The terminology of the science of the concrete of the new generation. Stroitel'nye Materialy [Construction Materials]. 2011. No. 3, pp. 103-106. (In Russian).
; . XVII МЕЖДУНАРОДНАЯ ВЫСТАВКА
f^ научно-технический и производственный журнал
